JPS6334999B2 - - Google Patents
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- JPS6334999B2 JPS6334999B2 JP55124254A JP12425480A JPS6334999B2 JP S6334999 B2 JPS6334999 B2 JP S6334999B2 JP 55124254 A JP55124254 A JP 55124254A JP 12425480 A JP12425480 A JP 12425480A JP S6334999 B2 JPS6334999 B2 JP S6334999B2
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Landscapes
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、放射性核種を含有する液から核種を
除去する処理法に関する。
除去する処理法に関する。
原子力発電所や放射性同位元素を利用する研究
施設などから排出される放射性核種を含有する液
は、ほとんどの場合に無機塩類や有機物が共存し
ており、これを廃棄するには、通常は蒸発濃縮を
行なつて、濃縮液をセメント固化またはアスフア
ルト固化のような固化処理をする。
施設などから排出される放射性核種を含有する液
は、ほとんどの場合に無機塩類や有機物が共存し
ており、これを廃棄するには、通常は蒸発濃縮を
行なつて、濃縮液をセメント固化またはアスフア
ルト固化のような固化処理をする。
原子力発電所から出る放射性廃液は、機器ドレ
ン廃液、床ドレン廃液および洗濯廃液に大別され
る。洗濯廃液は放射能レベルは高くないが、有機
物含有量が多く、蒸発時に発泡することなどか
ら、蒸発濃縮で処理するのに適していない。いず
れにしても蒸発濃縮には多大のエネルギーを要す
るので、エネルギー消費量の点からもつと有利な
処理法の出現が要望されている。
ン廃液、床ドレン廃液および洗濯廃液に大別され
る。洗濯廃液は放射能レベルは高くないが、有機
物含有量が多く、蒸発時に発泡することなどか
ら、蒸発濃縮で処理するのに適していない。いず
れにしても蒸発濃縮には多大のエネルギーを要す
るので、エネルギー消費量の点からもつと有利な
処理法の出現が要望されている。
放射性廃液から放射性核種を除去する手段とし
てイオン交換樹脂またはキレート樹脂を利用する
ことは、これまでにも検討されてはいる。しか
し、その処理効果は、被処理水が環境基準を達成
して放流できるところまでは至つていない。
てイオン交換樹脂またはキレート樹脂を利用する
ことは、これまでにも検討されてはいる。しか
し、その処理効果は、被処理水が環境基準を達成
して放流できるところまでは至つていない。
本発明者らは、イオン交換による放射性核種の
除去がエネルギー的に有利な手法であることを重
視し、とくにキレート性イオン交換樹脂が核種金
属イオンを捕捉する能力が高いことを利用して、
簡易で効率のよい処理法の確立を意図して研究を
重ねた。その結果、従来キレート性イオン交換樹
脂による処理の効果が低いのを、イオン交換樹脂
との接触に先立つて廃液を活性炭で処理すれば十
分高められることを確認して、本発明を完成し
た。
除去がエネルギー的に有利な手法であることを重
視し、とくにキレート性イオン交換樹脂が核種金
属イオンを捕捉する能力が高いことを利用して、
簡易で効率のよい処理法の確立を意図して研究を
重ねた。その結果、従来キレート性イオン交換樹
脂による処理の効果が低いのを、イオン交換樹脂
との接触に先立つて廃液を活性炭で処理すれば十
分高められることを確認して、本発明を完成し
た。
本発明の放射性核種を含有する液の処理法は、
従つて、放射性核種として、Mn、Cr、Co、Fe、
SrまたはCsの放射性同位体の１種または２種以
上を含有する液をまず活性炭に接触させた後にキ
レート性イオン交換樹脂に接触させることから成
る。
従つて、放射性核種として、Mn、Cr、Co、Fe、
SrまたはCsの放射性同位体の１種または２種以
上を含有する液をまず活性炭に接触させた後にキ
レート性イオン交換樹脂に接触させることから成
る。
本発明の処理法の対象とする放射性核種は、核
分裂反応または放射化反応により生成するもので
あつて、その例は、 54Mn、 51Cr、 58Co、
60Co、 59Fe、 90Sr、 137Csなどである。原子力
発電所から排出される前記した種々の廃液は、上
記の放射性核種のうちとくに 54Mn、 58Co、
60Co、 51Crおよび Q59Feの１種または２種以上
を含有し、これに有機および無機の錯体形成性の
物質が混在していることが多い。
分裂反応または放射化反応により生成するもので
あつて、その例は、 54Mn、 51Cr、 58Co、
60Co、 59Fe、 90Sr、 137Csなどである。原子力
発電所から排出される前記した種々の廃液は、上
記の放射性核種のうちとくに 54Mn、 58Co、
60Co、 51Crおよび Q59Feの１種または２種以上
を含有し、これに有機および無機の錯体形成性の
物質が混在していることが多い。
錯体形成性の物質の例は、無機物としては、ク
ロロ錯体、サルフエート錯体、フオスフエート錯
体、アンミン錯体、シアン錯体、ナイトレート錯
体を形成する、それぞれCl-、SO4 2-、PO4 3-、
NH4 +、CN-、NO3 -を有する無機化合物が、ま
た有機物では、アミンおよびその誘導体、アミノ
ポリカルボン酸類、アミノ酸ペプチドタンパク質
類が挙げられる。
ロロ錯体、サルフエート錯体、フオスフエート錯
体、アンミン錯体、シアン錯体、ナイトレート錯
体を形成する、それぞれCl-、SO4 2-、PO4 3-、
NH4 +、CN-、NO3 -を有する無機化合物が、ま
た有機物では、アミンおよびその誘導体、アミノ
ポリカルボン酸類、アミノ酸ペプチドタンパク質
類が挙げられる。
前段の処理に用いる活性炭は、吸着剤として市
販され実用されている、石炭系、ヤシ殻系または
ピツチ系のいずれでもよく、形状も造粒炭、破砕
炭、粉末炭をえらばないが、液を処理するという
便宜からいえば、石炭系またはヤシ殻系の造粒炭
か破砕炭がよい。
販され実用されている、石炭系、ヤシ殻系または
ピツチ系のいずれでもよく、形状も造粒炭、破砕
炭、粉末炭をえらばないが、液を処理するという
便宜からいえば、石炭系またはヤシ殻系の造粒炭
か破砕炭がよい。
キレート性イオン交換樹脂としては、フエノー
ル系、スチレン系、エポキシ系、アクリルエステ
ル系の樹脂母体に、官能基として、ジエチレント
リアミン、トリエチレンテトラミン、テトラエチ
レンペンタミン、ペンタエチレンヘキサミン等の
アミン類、イミノジ酢酸等のアミノカルボン酸
類、ジプロパノールアミン等のアルコールアミン
類、あるいは尿素、チオ尿素を導入したものなど
が、いずれも使用できる。とくに、フエノール核
に２個のイミノジ酢酸基を導入したフエノール系
キレート性イオン交換樹脂（特開昭53−106789号
に開示され、「ユニセレツク」登録商標で市販さ
れている。）が、放射性核種の金属イオンの除去
能力がすぐれており、好ましい。この種のイオン
交換樹脂の官能基末端は、Naなどのアルカリ金
属型、Caなどのアルカリ土類金属型、Feなどの
重金属型およびＨ型の各種あるが、どれでもよ
い。
ル系、スチレン系、エポキシ系、アクリルエステ
ル系の樹脂母体に、官能基として、ジエチレント
リアミン、トリエチレンテトラミン、テトラエチ
レンペンタミン、ペンタエチレンヘキサミン等の
アミン類、イミノジ酢酸等のアミノカルボン酸
類、ジプロパノールアミン等のアルコールアミン
類、あるいは尿素、チオ尿素を導入したものなど
が、いずれも使用できる。とくに、フエノール核
に２個のイミノジ酢酸基を導入したフエノール系
キレート性イオン交換樹脂（特開昭53−106789号
に開示され、「ユニセレツク」登録商標で市販さ
れている。）が、放射性核種の金属イオンの除去
能力がすぐれており、好ましい。この種のイオン
交換樹脂の官能基末端は、Naなどのアルカリ金
属型、Caなどのアルカリ土類金属型、Feなどの
重金属型およびＨ型の各種あるが、どれでもよ
い。
処理すべき放射性核種含有液は、キレート性イ
オン交換樹脂と接触させる際には、PHを１〜10、
好ましくは２〜８に調整しておくことが、最良の
除去のために望ましい。とくに、液が錯体形成性
の物質を含んでいる場合には、PHを４以下の酸性
にすることが望ましい。活性炭との接触に際して
は、液のPHはあまり影響をもたないから、PHの調
整は最初に行なつても、あるいは活性炭処理の後
に行なつても、どちらでもよい。
オン交換樹脂と接触させる際には、PHを１〜10、
好ましくは２〜８に調整しておくことが、最良の
除去のために望ましい。とくに、液が錯体形成性
の物質を含んでいる場合には、PHを４以下の酸性
にすることが望ましい。活性炭との接触に際して
は、液のPHはあまり影響をもたないから、PHの調
整は最初に行なつても、あるいは活性炭処理の後
に行なつても、どちらでもよい。
本発明の処理法は、もちろん回分式でも連続式
でも実施できる。操作の便宜からいえば、一般に
は連続式が有利であろう。
でも実施できる。操作の便宜からいえば、一般に
は連続式が有利であろう。
連続式操作は、まず処理すべき放射性核種を含
有する液を活性炭を充填した塔に、通常は液空洞
速度（以下、「SV」と記す。）20Hr-1以下の速度
で通液し、ついでキレート性イオン交換樹脂を充
填した塔に、通常はSV10Hr-1以下、好ましくは
5Hr-1の速度で通液する。通液の方向は、上向
流、下向流どちらでもよい。なお、イオン交換樹
脂と接触させる液の温度は、樹脂の耐久性の点か
ら、70℃以下であることが好ましい。
有する液を活性炭を充填した塔に、通常は液空洞
速度（以下、「SV」と記す。）20Hr-1以下の速度
で通液し、ついでキレート性イオン交換樹脂を充
填した塔に、通常はSV10Hr-1以下、好ましくは
5Hr-1の速度で通液する。通液の方向は、上向
流、下向流どちらでもよい。なお、イオン交換樹
脂と接触させる液の温度は、樹脂の耐久性の点か
ら、70℃以下であることが好ましい。
回分式操作の場合は、上記の活性炭またはキレ
ート性イオン交換樹脂を充填した塔に代えて混合
槽と静置槽との組み合わせを多段に配列してお
き、活性炭またはキレート性イオン交換樹脂を混
合槽で懸濁状態で液と接触させ、ついで静置槽に
移して固液分離することの繰り返しによつて処理
してもよいし、あるいはまた、混合槽、静置槽お
よび充填塔の組み合わせを用いて実施してもよ
い。
ート性イオン交換樹脂を充填した塔に代えて混合
槽と静置槽との組み合わせを多段に配列してお
き、活性炭またはキレート性イオン交換樹脂を混
合槽で懸濁状態で液と接触させ、ついで静置槽に
移して固液分離することの繰り返しによつて処理
してもよいし、あるいはまた、混合槽、静置槽お
よび充填塔の組み合わせを用いて実施してもよ
い。
本発明で処理する液の放射性核種濃度は、とく
に制限はないが、イオン交換樹脂の容量からいつ
て、10-2μCi／ml以下の低レベルのものが適当で
ある。見方をかえれば、蒸発濃縮で処理するには
稀薄すぎて不利な液から、放射性物質を除去した
い場合に、本発明の処理法はその意義を発揮す
る。
に制限はないが、イオン交換樹脂の容量からいつ
て、10-2μCi／ml以下の低レベルのものが適当で
ある。見方をかえれば、蒸発濃縮で処理するには
稀薄すぎて不利な液から、放射性物質を除去した
い場合に、本発明の処理法はその意義を発揮す
る。
キレート性イオン交換樹脂による処理に活性炭
による処理を先立てるという組み合わせが、放射
性核種の除去にすぐれた効果を奏する理由につい
て、本発明者らは十分明らかにするに至つていな
いが、液中に核種イオンと共存している錯体形成
性物質をはじめとする他の物質が、まず活性炭に
吸着除去される結果、キレート性イオン交換樹脂
による核種イオンの吸着交換が容易に実現するも
のと考えている。
による処理を先立てるという組み合わせが、放射
性核種の除去にすぐれた効果を奏する理由につい
て、本発明者らは十分明らかにするに至つていな
いが、液中に核種イオンと共存している錯体形成
性物質をはじめとする他の物質が、まず活性炭に
吸着除去される結果、キレート性イオン交換樹脂
による核種イオンの吸着交換が容易に実現するも
のと考えている。
本発明の処理法によれば、きわめて有利に、放
射性廃液から放射性核種を除去できる。設備は簡
単で小型で足りるし、エネルギー消費はわずかな
ので運転も低額で済む。とくに、従来に蒸発濃度
縮に適しなかつた洗濯廃液を対象としたとき、被
処理水の放射能レベルは十分に規制値をみたし、
何の不安もなく放流できる点で、本発明の効果が
大きい。
射性廃液から放射性核種を除去できる。設備は簡
単で小型で足りるし、エネルギー消費はわずかな
ので運転も低額で済む。とくに、従来に蒸発濃度
縮に適しなかつた洗濯廃液を対象としたとき、被
処理水の放射能レベルは十分に規制値をみたし、
何の不安もなく放流できる点で、本発明の効果が
大きい。
二次廃棄物としては、交換容量の限度に達した
活性炭およびイオン交換樹脂が出るが、その量は
従来の蒸発濃縮法などで発生する廃棄物量にくら
べ、1/10〜1/5程度に止まり、減容処理の要請に
もよくこたえられる。放射性核種は樹脂に選択的
かつ強固に吸着されており、固化そのほかの最終
処分も安全に行なえる。
活性炭およびイオン交換樹脂が出るが、その量は
従来の蒸発濃縮法などで発生する廃棄物量にくら
べ、1/10〜1/5程度に止まり、減容処理の要請に
もよくこたえられる。放射性核種は樹脂に選択的
かつ強固に吸着されており、固化そのほかの最終
処分も安全に行なえる。
実施例 １
54Mn：９×10-4μCi／ml
60Co：1.5×-3 〃
NaCl：１％（重量）
を含有する模擬床ドレン廃液を、ヤシ殻活性炭
「GP」（第一炭素工業(株)製品）100mlを充填した塔
に、SV＝2Hr-1で下向流として通液させ、続い
てフエノール系キレート樹脂「ユニセレツク」
（ユニチカ(株)登録商標）UR−30（Ｈ型）100mlを
充填した塔に、SV＝2Hr-1で、やはり下向流と
して通液させた。
「GP」（第一炭素工業(株)製品）100mlを充填した塔
に、SV＝2Hr-1で下向流として通液させ、続い
てフエノール系キレート樹脂「ユニセレツク」
（ユニチカ(株)登録商標）UR−30（Ｈ型）100mlを
充填した塔に、SV＝2Hr-1で、やはり下向流と
して通液させた。
このようにして処理した液中の放射性核種の濃
度を測定したところ、それぞれ下記のとおりであ
つて、右に示す除去率を達成していた。
度を測定したところ、それぞれ下記のとおりであ
つて、右に示す除去率を達成していた。
54Mn：1.2×10-6μCi／ml、 99.87％
60Co：１×10-6μ 〃 、 99.93％
比較例 １
実施例１において、ヤシ殻活性炭を充填した塔
を通過した液中の放射性核種の濃度を測定したと
ころ、それぞれつぎのとおりであつて、 54Mn：９×10-4μCi／ml 60Co：1.45×10-3 〃 ほとんど除去されていなかつた。
を通過した液中の放射性核種の濃度を測定したと
ころ、それぞれつぎのとおりであつて、 54Mn：９×10-4μCi／ml 60Co：1.45×10-3 〃 ほとんど除去されていなかつた。
比較例 ２
実施例１の活性炭を充填した塔を通すことを省
略して、直接キレート樹脂を充填した塔に通液し
た。塔を出た液中の放射性核種の濃度と、その除
去率はつぎのとおりで、 54Mn：５×10-4μCi／ml、 44％ 60Co：３×10-4 〃 、 80％ 処理効果は不十分であつた。
略して、直接キレート樹脂を充填した塔に通液し
た。塔を出た液中の放射性核種の濃度と、その除
去率はつぎのとおりで、 54Mn：５×10-4μCi／ml、 44％ 60Co：３×10-4 〃 、 80％ 処理効果は不十分であつた。
実施例 ２
洗剤「アブラトーレホワイト」（三井金属鉱業
(株)製、EDTA含有）約200μｇ／mlとともに、放
射性核種として 54Mnおよび 60Coを各々約
10-5μCi／ml含有する洗濯廃液を処理の対象とし
た。
(株)製、EDTA含有）約200μｇ／mlとともに、放
射性核種として 54Mnおよび 60Coを各々約
10-5μCi／ml含有する洗濯廃液を処理の対象とし
た。
硫酸を加えて液のPHをほぼ３に調整し、ヤシ殻
活性炭「GP」100mlを充填した塔にSV＝2Hr-1
の下向流で通過させ、続いてフエノール系キレー
ト樹脂「ユニセレツク」UR−20（Ca型）100mlで
充填した塔に、やはりSV＝2Hr-1下向流で通過
させた。
活性炭「GP」100mlを充填した塔にSV＝2Hr-1
の下向流で通過させ、続いてフエノール系キレー
ト樹脂「ユニセレツク」UR−20（Ca型）100mlで
充填した塔に、やはりSV＝2Hr-1下向流で通過
させた。
通液を長時間にわたり継続し、被処理液中の
54Mn、 60Coの濃度を定期的に測定した。そのデ
ータにもとづいて、第１図に示す破過曲線が得
られた。各充填物量の1500倍に相当する液を通過
させて得た被処理液中の 54Mnと 60Co：の全量
は、もとの液中に存在した量の、それぞれ1000分
の１と40分の１まで低下していた。
54Mn、 60Coの濃度を定期的に測定した。そのデ
ータにもとづいて、第１図に示す破過曲線が得
られた。各充填物量の1500倍に相当する液を通過
させて得た被処理液中の 54Mnと 60Co：の全量
は、もとの液中に存在した量の、それぞれ1000分
の１と40分の１まで低下していた。
実施 ３
実施例２において、液のPHの調整を、活性炭を
充填した塔を通過した後に行なつたほかは同様に
操作した。
充填した塔を通過した後に行なつたほかは同様に
操作した。
被処理液中の放射性核種の濃度の測定結果は、
上述の破過曲線とよく一致する曲線を与えた。
上述の破過曲線とよく一致する曲線を与えた。
比較例 ３
洗剤「アブラトーレホワイト」約200μｇ／ml
と 60Co：１×10-5μCi／mlとを含有する洗濯廃液
を対象とし、硫酸でPHを３に調整してからヤツ殻
活性炭「GP」100mlを充填した塔に、SV＝
2Hr-1下向流で通過させた。
と 60Co：１×10-5μCi／mlとを含有する洗濯廃液
を対象とし、硫酸でPHを３に調整してからヤツ殻
活性炭「GP」100mlを充填した塔に、SV＝
2Hr-1下向流で通過させた。
このときの破過曲線は、第１図の曲線であ
る。実施例２および３の結果とくらべて、処理能
力は全く不十分であることがわかる。
る。実施例２および３の結果とくらべて、処理能
力は全く不十分であることがわかる。
比較例 ４
比較例３と同じ被処理液を、やはりPHの調整
後、活性炭を通さずに、キレート樹脂「ユニセレ
ツクス」UR−20を100ml充填した塔に、やはり
SV＝2Hr-1、下向流の条件で通過させた。
後、活性炭を通さずに、キレート樹脂「ユニセレ
ツクス」UR−20を100ml充填した塔に、やはり
SV＝2Hr-1、下向流の条件で通過させた。
第１図に、で示した破過曲線が得られた。被
処理液量が充填量の100倍に達した時点で、塔を
出た液中の 60Coの濃度が処理前のものと同じに
なり、処理能力が全く失なわれたことがわかつ
た。
処理液量が充填量の100倍に達した時点で、塔を
出た液中の 60Coの濃度が処理前のものと同じに
なり、処理能力が全く失なわれたことがわかつ
た。
実施例 ４
60Co：１×10-3μCi／ml
EDTA：200ppm
NaCl：３％（重量）
を含有する液を、実施例２と同じ条件で処理し
た。ただし、フエノール系キレート樹脂として、
「ユニセレツク」UR−50（Ｈ型）を同量使用し
た。
た。ただし、フエノール系キレート樹脂として、
「ユニセレツク」UR−50（Ｈ型）を同量使用し
た。
被処理液中の 60Co濃度を順次測定して、第２
図に示す破過曲線を得た。キレート樹脂の充填量
の7000倍まで通液して得た被処理水中の 60Co濃
度は、未処理液中のそれの１％以下であつた。
図に示す破過曲線を得た。キレート樹脂の充填量
の7000倍まで通液して得た被処理水中の 60Co濃
度は、未処理液中のそれの１％以下であつた。
実施例 ５
54Mn：１×10-3μCi／ml
EDTA：200ppm
NaCl：３％（重量）
を含有する液を、PH調整を含めて実施例２と同じ
条件で処理した。この場合は、キレート樹脂とし
て「ユニセレツク」UR−10（Na型）を同量使用
した。
条件で処理した。この場合は、キレート樹脂とし
て「ユニセレツク」UR−10（Na型）を同量使用
した。
被処理液中の 54Mn濃度を次々と測定してえが
いた破過曲線は、第３図に示すとおりである。充
填したキレート樹脂の量の600倍の液を通したと
き、被処理水中の 54Mnの全量は、もとの液に存
在していた量の40分の１にまで低下した。
いた破過曲線は、第３図に示すとおりである。充
填したキレート樹脂の量の600倍の液を通したと
き、被処理水中の 54Mnの全量は、もとの液に存
在していた量の40分の１にまで低下した。
第１図は、放財性核種を含有する液を、本発明
に従つて、ヤシ殻活性炭「GP」およびフエノー
ル系キレート樹脂「ユニセレツク」UR−20を用
いて処理した場合に得られた破過率を、従来技術
と比較して示したグラフである。第２図は、
「GP」および「ユニセレツク」UR−50を用いて
処理した場合に、被処理液中の放射性核種の濃度
の変化を示すグラフである。第３図は、「GP」お
よび「ユニセレツク」UR−10を用いて処理した
場合に得られた破過率を示す、第１図と同様なグ
ラフである。
に従つて、ヤシ殻活性炭「GP」およびフエノー
ル系キレート樹脂「ユニセレツク」UR−20を用
いて処理した場合に得られた破過率を、従来技術
と比較して示したグラフである。第２図は、
「GP」および「ユニセレツク」UR−50を用いて
処理した場合に、被処理液中の放射性核種の濃度
の変化を示すグラフである。第３図は、「GP」お
よび「ユニセレツク」UR−10を用いて処理した
場合に得られた破過率を示す、第１図と同様なグ
ラフである。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 放射性核種として、Mn、Cr、Co、Fe、Sr
またはCsの放射性同位体の１種または２種以上
を含有する液を、活性炭に接触させた後にキレー
ト性イオン交換樹脂に接触させることにより、液
中の放射性核種を除去することからなる放射性核
種を含有する液の処理法。 ２ 放射性核種を含有する液が、錯体形成性の物
質を含有するものである特許請求の範囲第１項の
処理法。 ３ 放射性核種を含有する液が、10-2μCi／ml以
下の放射性核種濃度を有するものである特許請求
の範囲第１項または第２項の処理法。 ４ 放射性核種を含有する液のPHを８以下に調整
してキレート性イオン交換樹脂と接触させる特許
請求の範囲第１項ないし第３項のいずれかの処理
法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP12425480A JPS5748699A (en) | 1980-09-08 | 1980-09-08 | Method of treating liquid containing radioactive nuclide |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP12425480A JPS5748699A (en) | 1980-09-08 | 1980-09-08 | Method of treating liquid containing radioactive nuclide |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5748699A JPS5748699A (en) | 1982-03-20 |
| JPS6334999B2 true JPS6334999B2 (ja) | 1988-07-13 |
Family
ID=14880770
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP12425480A Granted JPS5748699A (en) | 1980-09-08 | 1980-09-08 | Method of treating liquid containing radioactive nuclide |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5748699A (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57201899A (en) * | 1981-06-08 | 1982-12-10 | Unitika Ltd | Method of processing liquid containing radioactive nuclide |
| JPS58193499A (ja) * | 1982-05-07 | 1983-11-11 | 日本原子力事業株式会社 | 放射性物質を含む廃液の処理方法 |
| JPS61195400A (ja) * | 1985-02-25 | 1986-08-29 | 東京電力株式会社 | 放射性核種を含有する廃液の処理方法 |
| EP0614330B1 (en) * | 1992-08-06 | 2001-02-21 | Pfu Limited | Cooler for heat generation device |
| US5760333A (en) * | 1992-08-06 | 1998-06-02 | Pfu Limited | Heat-generating element cooling device |
| US20030152502A1 (en) * | 2001-12-18 | 2003-08-14 | Lewis Robert E. | Method and apparatus for separating ions of metallic elements in aqueous solution |
| EP1900265B1 (en) * | 2005-06-23 | 2010-08-04 | Telefonaktiebolaget LM Ericsson (publ) | Cooling asssembly |
| US9214248B2 (en) * | 2010-12-15 | 2015-12-15 | Electric Power Research Institute, Inc. | Capture and removal of radioactive species from an aqueous solution |
| US9589690B2 (en) * | 2010-12-15 | 2017-03-07 | Electric Power Research Institute, Inc. | Light water reactor primary coolant activity cleanup |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS53106789A (en) * | 1977-03-01 | 1978-09-18 | Unitika Ltd | Phenol-type chelate resin and adsorption teratment using the same |
| JPS5575786A (en) * | 1978-12-01 | 1980-06-07 | Kurita Water Ind Ltd | Treating method of mercury-containing waste water |
-
1980
- 1980-09-08 JP JP12425480A patent/JPS5748699A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS53106789A (en) * | 1977-03-01 | 1978-09-18 | Unitika Ltd | Phenol-type chelate resin and adsorption teratment using the same |
| JPS5575786A (en) * | 1978-12-01 | 1980-06-07 | Kurita Water Ind Ltd | Treating method of mercury-containing waste water |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5748699A (en) | 1982-03-20 |
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